中国核工业ZHONGGUOHEGONGYE
中国核工业 ZHONGGUO HE GONGYE
2007年·第10期·总第 86期
目前,世界上各主要商业核电站均以提高燃耗和核
电经济效益作为营运目标。面对用户对核燃料的需求,
世界各主要核燃料公司积极开发新型高性能燃料组件。
代表性的高性能轻水堆燃料组件有西屋公司的
Performance+和Robust、法马通公司的 AFA-3G和
ALLIANCE、原西门子公司的HTP,以及MOX燃料元
件。
1.Performance+核燃料组件
美国西屋公司在 1992年推出了Performance+高
性能燃料组件 ,以满足用户对高燃耗的 需 求 。
Performance+是在
标准
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燃料组件基础上发展起来的,经
历了 OFA、VANTAGE5、VANTAGE5H、VANTAGE+的
发展过程。燃料组件平均卸料燃耗 55GWd/tU(棒最高
75GWd/tU),其主要的设计改进有:①燃料棒的改进,包
壳管、结构材料采用成熟的 Zirlo合金,燃料棒采用先
进棒(AFR)的设计。②格架的改进,6个中部格架采用
低压降(LPD)格架,材料采用 Zirlo合金。2个端部格架
仍采用无搅混翼的Inconel718格架。3个中间混流格
架 位 于 高 功 率 区 , 材 料 采 用 Zirlo 合 金 。
Performance+燃料组件在组件高功率区段增加了三个
中间混流格架(IFM)。一个保护格架为无搅混翼的
Inconel718格架,它紧靠下管座,作为对外来物的防
护措施之一。保护格架是Performance+独有的。③管座
轻水堆核燃料组件迈向高性能
为满足核电站对核燃料组件可靠性、经济性、灵活性不断提高的要求,核燃料组件的
设计与制造技术不断发展。继续提高轻水堆燃料组件燃耗、解决加深燃耗带来的问
题以及提高燃料元件的安全可靠性,是轻水堆燃料元件发展的趋势。
本期专题———关注核燃料元件制造业
◎撰文·刘 群 蒋林立 汪永平
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的改进,采用可拆结构,具有小孔过滤下管座。④具有高
效防金属异物的结构设计,对外来异物的三重防护措
施,燃料可靠性大大提高。⑤使用一体化的燃料可燃毒
物吸收体(IFBA)。⑥组件可修复性,由于组件的上、下管
座是可拆的,可以修复含有破损燃料棒的组件及骨架
有破损的燃料组件。
Performance+燃料组件与法马通公司开发的
AFA-3G 相比,运行经验更丰富。自1992年投入使用
以来,已有上千个组件入堆运行。
2.Robust燃料组件
Robust(即Performance+2)是西屋公司于1997年
推出的高性能燃料组件,与 Performance+燃料组件不
同的是,该组件的导向管壁厚增加了 33%,并优化了搅
混翼和小格架设计以及改进了防异物设计,安全可靠性
进一步提高。
中国引进美国 AP1000的核电技术采用的燃料组
件为Robust改进型,除了Robust燃料组件的全部特征
外,还增加了中间水量搅混格架、顶部可以安装仪表的
低管座、带有上下出气腔的更长的(长 10厘米)高燃耗
燃料棒、一体化压紧的上管座等。
3.AFA-3G核燃料组件
法国压水堆核电站燃料组件设计制造是在美国西屋
公司技术转让的基础上发展起来的。西屋对法国的技术转
让从上世纪70年代开始,直到1994年才终止。法马通公
司本身就是法美核合作的产物(法马通公司的英文名称
Framatome是France、American和atom3个单词合并
在一起的),但法马通公司并不是简单地从西屋公司照搬
燃料设计制造技术,它跟踪了其技术的更新换代,借鉴了
西屋技术的精华,同时也吸收了从法国本国核电站运行核
燃料的反馈经验,形成了法国压水堆核电完全自主和核燃
料制造系列化、标准化的国产化道路。其燃料组件发展过
程为SFA→AFA→AFA-2G→AFA-2GE→AFA-3G。目
前正在研究开发AFA-ALLIANCE新型燃料组件。
AFA-3G是法马通于 1998年推出的新型燃料组
件,它满足了 18个月换料循环、高燃耗、低泄漏装料、燃
料管理
方案
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具有±2个月灵活性等特点,是目前世界上投
入商业运行的高性能燃料组件之一,包括了 AFA-2G所
有技术上的优点并有所发展。法国安全当局批准的批平
均燃耗在47GWd/U,但实际上,AFA-3G 燃料组件
设计可承受最高燃耗为 60GWd/tU。与AFA-2G相
比,AFA-3G的主要改进表现在:
●提高燃料组件的燃耗,必须提高燃料棒的 UO2
芯块的富集度。改进后的 UO2 芯块富集度为 4.45%
U-235。
●在燃料棒的改进方面,包壳管改用M5合金;燃
料棒加长 l5.6mm,气腔长度增加约 10%,充氮压力由
3.lMPa变为2.0MPa;
●采用了再结晶优化的 Zr-4合金变径管即
MONOBLOCTM 导向管;
●采用了中间搅混格架(MSMG),在3G组件中除
了原有的8个结构格架外,在组件功率密度最大的4、
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●长循环,循环长度为18或24个月;
●高燃耗,组件批运行燃耗达 55 GWd/
tU,甚至更高;
●高可靠性、安全性,每一循环中的冷却剂
活性小于 0.0185GBq/t,实现燃料棒零破
损,且在整个寿期内不发生影响运行和燃
料吊装的弯曲变形;
●运行的灵活性,主要是循环长度具有灵
活性,避免用电高峰时进行大修;
●减少乏燃料贮量;
●延长电厂寿命,采用低泄漏燃料管理;
●降低燃料制造成本。
5、6跨间 增 加 了 3个 带 搅 混 翼 的 中 间 搅 混 格 架
(MSMG) ,从而增加DNB裕量;
●采用 TRAPPERTM防碎屑装置和低压降的上、
下管座;
●采用了含钆可燃毒物燃料棒等。
1998年10月,首批AFA- 3G换料组件装入法国核
电站反应堆,但组件没有中间混流格架。1999年瑞典
900MW Ringhals堆也使用 AFA- 3G换料,组件带有中
间混流格架。目前,世界上50%左右的采用17×l7燃料
组件的压水堆使用了AFA- 3G燃料组件。
1999年底,大亚湾核电站的 2号机组反应堆首次
装入了4个AFA- 3G先导燃料组件。AFA- 3G燃料组件
在我国使用情况良好。
法马通最近推出了全 M5的AFA- 3G燃料组件,设计
上无重大改变,仅用 M5合金 MONOBLOCTM导向管及
下端塞代替了再结晶的 Zr- 4导向管及下端塞;M5合金的
格架条带代替了再结晶的 Zr- 4格架条带,M5的螺纹套管
代替了 Zr- 4螺纹套管。法马通认为,在设计上要进一步减
少燃料棒堆芯不同部位的生长不平衡量,从而进一步增强
燃料组件抗弯曲性,由于M5合金有优良的性能,增强了组
件的抗腐蚀性能、抗辐照和抗氢化性能,因而增强了燃料组
件可靠性、安全性,设计燃耗达到60GWd / tU。
4. ALLIANCE核燃料组件
法马通开发的ALLIANCE燃料组件1999年先导组
件入堆考验。ALLIANCE燃料组件除沿用了AFA- 3G防
异物下管座和整体导向管以及小格架的设计外,还具有
如下主要新设计特点和性能:①设计燃耗至少达到
75GWd / tU;②高的热工水力性能;③全锆结构搅混格
架;④新的组件结构概念;⑤全部锆合金件均使用 M5
合金,防止过分的辐照生长;⑥可快速拆上组件的上管
座;⑦组件具有高的辐照几何稳定性。ALLIANCE高性
能燃料组件,已于1999年装入法国电力公司(EDF)反应
堆,目标燃耗为65GWd / tU;2000年装入美国反应堆。
高性能燃料组件的主要特点
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5.HPT核燃料组件
HTP燃料组件是西门子动力公司上世纪 80年代
末期开发的产品,1988年首次入堆,1996年12月底燃
耗达到 52GWd/tU,目前已有近20个压水堆使用了
该类组件。
HTP燃料组件在结构设计AFA-3G燃料组件两者
有明显的不同,从而构成HTP燃料组件三大特色:
●低压力降、具有搅混冷却剂功能的无搅混翼的
HTP格架;
●简易可拆的上管座接件设计;
●有效过滤碎片的曲片下管座。
6.MOX燃料组件
MOX燃料的制造始于20世纪50年代,80年代开
始向商业化方向发展,主要 MOX燃料制造厂有法国
MELOX、英国 SMP和日本 PFPF。MOX燃料的制造工
业已经成熟,全世界目前 MOX燃料的生产能力为
213tHM /a,预计到 2010年,将接近 400tHM /a。已
有约 2000多组MOX燃料组件在法国、德国和比利时
等国家 30多座压水堆和沸水堆中使用,平均燃耗达
40GWd/tHM,还有20座正在申请许可证。大多数是
1/3MOX装料(也有1/2MOX装料的)。
(作者单位:中国核科技信息与经济研究院)
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裂变反应堆类型很多。裂变反应根据堆内中子能量大小,
分为快中子反应堆和热中子反应堆等堆型;以水作为慢化剂的
热中子反应堆根据氢原子中的中子数不同,可以分为轻水堆
(LWR)、重水堆等堆型;轻水堆根据冷却剂状态不同,可以分为
压水堆、沸水堆等堆型。
压水堆(PWR):使用加压轻水作冷却剂和慢化剂,水压约
为 15.5MPa,水在堆内不沸腾,驱动汽轮发电机组的蒸汽在反
应堆以外产生,借助于蒸汽发生器实现,蒸汽压力为 6~7MPa。
燃料为浓缩铀或MOX燃料。
沸水堆(BWR):使用轻水作冷却剂和慢化剂,水在堆内沸
腾,压力约为7MPa,驱动汽轮机发电机组。燃料为浓缩铀。
重水堆(CANDU)和压力重水堆(PHWR):重水堆原理与
轻水堆相似,只是重水堆的慢化剂和一回路冷却剂是重水。因
为重水热中子吸收截面远小于普通水的热中子吸收截面,所以
可以用天然铀作为重水堆的核燃料。
快中子增殖堆(FBR):堆内不使用慢化剂,冷却剂可采用
钠冷、铅冷等多种形式,因其中子未经慢化,故称为快中子堆。
堆芯裂变反应的快中子被装在外围的铀-238吸收后,变成钚-
239。当增加的钚-239的量与堆芯消耗量的比大于1∶1的时候,
就实现了增殖。故称为快中子增殖堆。 (张睿供稿)
裂变反应堆类型简介
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